再処理施設では、使用済燃料を硝酸で溶解して有機溶媒で抽出することにより、放射能を持つ核分裂生成物をウランやプルトニウムから分離・精製する。抽出工程とは、前処理工程において硝酸で溶解された燃料水溶液中のウランとプルトニウムを、抽出器（ミキサセトラ、パルスコラム等）を用いて有機溶媒（３０ｖｏｌ．％ ＴＢＰ／ｎ−ドデカン）に抽出し、水溶液側に核分裂生成物を残す工程である。次いで行われる、溶媒に抽出され易いウランを６価の状態に保ったまま溶媒中に残し、プルトニウムを抽出され難い３価の状態に還元して水相側に分離する工程（逆抽出）も含んでいる。